Про затвердження Вимог до структури та змісту звіту з аналізу безпеки поверхневих та приповерхневих сховищ для захоронення радіоактивних відходів

даними контролю стану сховища та навколишнього природного

середовища.

6. Наводиться опис системи заходів із підтримання належного рівня кваліфікації персоналу, функціональні обов’язки якого пов’язані з безпекою (підбір, підготовка та допуск до самостійної роботи), а саме:

основні вимоги до кваліфікації персоналу відповідно до його посадових обов’язків (у контексті забезпечення безпеки);

основні заходи з підготовки персоналу та перевірки його кваліфікації.

1. У ЗАБ на етапі будівництва сховища встановлюються та обґрунтовуються проєктні критерії приймання РАВ з урахуванням проєктних характеристик сховища, характеристик майданчика та передбачених проєктом сховища характеристик РАВ для захоронення в ньому.

У ЗАБ на етапі експлуатації сховища наводяться та обґрунтовуються експлуатаційні критерії приймання РАВ з урахуванням фактичних характеристик побудованого сховища, уточнених характеристик майданчика та уточнених характеристик РАВ, які заплановано захоронити у сховищі.

2. Критерії приймання РАВ визначаються та обґрунтовуються на основі результатів аналізу експлуатаційної та довгострокової безпеки сховища. Наводяться, з відповідними обґрунтуваннями, вимоги до упаковки РАВ (до форми РАВ, пакувального комплекту та упаковки РАВ у цілому), з урахуванням виконання (або невиконання) упаковкою РАВ функцій інженерного бар’єра.

Наводиться опис та результати моделювання та/або тестування поведінки РАВ (упаковок РАВ) у прогнозованих умовах їх захоронення у сховищі, які мають підтвердити хімічну та фізичну стабільність РАВ (упаковок РАВ).

3. Наводяться критерії за радіаційними параметрами форми РАВ:

радіонуклідний склад;

допустимі значення питомих та сумарних активностей радіонуклідів та допустимі нерівномірності розподілу радіонуклідів у формі РАВ;

допустимий вміст у формі РАВ подільних матеріалів;

точність визначення радіонуклідного складу та активності радіонуклідів, у тому числі подільних.

4. Наводяться критерії за параметрами фізико-хімічних властивостей форми РАВ, зокрема допустимі значення:

щільності, дисперсності;

механічної міцності;

стійкості до температурних впливів;

вмісту вільної рідини;

вмісту (або виключення зі складу РАВ) токсичних, хімічно активних, біологічно активних, органічних, вибухонебезпечних і займистих, інших хімічно небезпечних речовин, які можуть впливати на рівень безпеки сховища на етапі експлуатації, під час та після закриття сховища;

швидкості вилуговування радіонуклідів;

газовиділення із форми РАВ;

біологічної стійкості;

радіаційної стійкості;

довговічності.

5. Наводиться інформація щодо обсягів та методів характеризації РАВ, передбачених для підтвердження відповідності форми РАВ критеріям приймання РАВ на захоронення.

6. Наводяться типи пакувальних комплектів, які приймаються на захоронення.

Вказуються призначення кожного типу пакувального комплекту та функції (утримання РАВ, забезпечення біологічного захисту тощо), які виконує пакувальний комплект.

7. Наводяться критерії за параметрами пакувального комплекту, включно з допустимими значеннями показників щодо:

габаритних розмірів;

ваги;

механічної міцності;

корозійної стійкості;

стійкості до теплових навантажень та термоциклів;

стійкості до впливів атмосферних опадів та ґрунтових вод;

сумісності з транспортно-технологічним обладнанням;

герметичності;

довговічності.

Для залізобетонного пакувального комплекту наводяться також критерії щільності, пористості, водопроникності, газопроникності, морозостійкості, біологічної стійкості (до мікроорганізмів, цвілі та грибів).

8. Наводиться опис конструкції пакувального комплекту, потрібні малюнки та креслення. Обґрунтовується вибір типу пакувального комплекту, конструктивних рішень та матеріалів, з урахуванням властивостей форми РАВ.

Обґрунтовується збереження цілісності та функціональних можливостей пакувального комплекту під час поводження з упаковками РАВ на майданчику сховища та на передбачений у проєкті сховища строк після закриття сховища.

9. Наводяться критерії за параметрами упаковки РАВ у цілому, включно з допустимими значеннями:

потужності дози випромінювання;

поверхневого забруднення упаковок (фіксоване та нефіксоване).

10. Визначаються заходи з перевірки якості упаковок РАВ і відповідності РАВ (упаковок РАВ) встановленим критеріям приймання РАВ (характеризація РАВ, сертифікація пакувальних комплектів, контроль процесу кондиціювання РАВ).

Доводиться, що упаковки РАВ забезпечують виконання встановлених функцій безпеки протягом визначеного строку.

1. Визначається порядок приймання партій РАВ на захоронення до сховища. Надається інформація про:

форму паспорта на партію РАВ, до якого включають дані про кожну окрему упаковку РАВ у партії;

обсяги, методи та процедури контролю з боку ЕО виготовлення та характеризації упаковки РАВ на майданчику постачальника РАВ;

обсяги, методи та процедури вхідного контролю на майданчику сховища партії РАВ та окремих упаковок РАВ у партії (перевірки супровідної документації, наявності належного маркування упаковок РАВ, потужності дози випромінювання, поверхневого забруднення упаковок РАВ, перевірки відсутності механічних пошкоджень упаковок РАВ тощо);

процедури документування (зокрема, внесення в систему обліку та контролю РАВ відомостей про партію та упаковки РАВ, а саме даних паспорта РАВ, результатів вхідного контролю);

порядок поводження з партією РАВ або окремими упаковками РАВ, що не відповідають критеріям приймання РАВ.

Обґрунтовується, що визначений порядок приймання партій РАВ дає можливість перевірити з достатньою достовірністю відповідність упаковок РАВ критеріям приймання РАВ.

2. Визначається порядок транспортування РАВ у межах майданчика сховища та розміщення РАВ (упаковок РАВ) у комірках (відсіках, секціях) сховища, включно з:

схемою маршрутів транспортування РАВ на майданчику сховища;

заходами безпеки під час транспортування РАВ (обмеження швидкості руху транспортного засобу, запобігання руху інших транспортних засобів та находження персоналу на шляху транспортування РАВ);

технологічними процедурами перевантаження РАВ (упаковок РАВ) з транспортного засобу до комірки (відсіку, секції) сховища та відповідними заходами безпеки (запобігання падінню упаковок РАВ, забезпечення їх розміщення в певних координатах, заходи з мінімізації доз опромінення персоналу).

Обґрунтовується прийнятність передбачених технологічних процедур з транспортування та розміщення у сховищі РАВ (упаковок РАВ) та відповідних заходів безпеки для запобігання аварійним ситуаціям та мінімізації доз опромінення персоналу.

3. Визначається порядок заповнення РАВ (упаковками РАВ) комірок (відсіків, секцій) сховища, включно з технологічними процедурами щодо:

тимчасового захисту РАВ у незаповнених комірках (відсіках, секціях) сховища (наприклад, використання тимчасового накриття під час заповнення комірок упаковками РАВ, використання тимчасового даху) та відповідних заходів безпеки;

заповнення порожнин між упаковками РАВ буферним матеріалом та створення вирівнювального шару над ярусом упаковок РАВ та відповідних заходів безпеки;

створення верхнього шару над заповненими РАВ (упаковками РАВ) комірками (відсіками, секціями) сховища для тимчасового захисту РАВ на період до завершення етапу закриття сховища та відповідних заходів безпеки.

Обґрунтовується прийнятність процедур заповнення РАВ (упаковками РАВ) комірок (відсіків, секцій) сховища та відповідних заходів безпеки для забезпечення надійності інженерних бар’єрів сховища, захисту РАВ, запобігання аварійним ситуаціям та мінімізації доз опромінення персоналу.

4. Визначаються процедури обліку та контролю РАВ (упаковок РАВ), розміщених у комірках (відсіках, секціях) сховища.

Обґрунтовується, що забезпечується відстеження переміщень РАВ (упаковок РАВ) на майданчику сховища від приймання партії РАВ до адресного розміщення РАВ (упаковок РАВ) у комірці (відсіку, секції) сховища.

5. Визначається порядок поводження із вторинними РАВ, що утворюються під час експлуатації сховища, включно з:

визначенням джерел утворення РАВ під час нормальної експлуатації сховища (зокрема, під час дезактивації, технічного обслуговування та ремонту інженерних бар’єрів, споруд, систем та обладнання, експлуатації очисних споруд, збирання протікань, просипів РАВ тощо) та у випадках аварійних ситуацій і проєктних аварій;

проведенням оцінки прогнозних обсягів та характеристик вторинних рідких та твердих РАВ;

визначенням заходів з мінімізації утворення вторинних РАВ;

визначенням заходів та процедур збирання, характеризації, обліку та контролю, тимчасового зберігання вторинних РАВ та відповідних заходів безпеки;

визначенням заходів із підготовки РАВ до передачі їх на конкретні об’єкти з переробки РАВ (або безпосередньо до сховища) та процедур передачі

відповідно до критеріїв приймання РАВ на ці об’єкти (або до сховища).

Обґрунтовується, що забезпечується:

утворення РАВ за обсягами та активностями радіонуклідів на мінімальному практично досяжному рівні;

достатність заходів з безпечного поводження з РАВ (з урахуванням прогнозованих обсягів утворення РАВ у випадку проєктних аварій) до їх передачі на об’єкти з переробки РАВ або безпосередньо на захоронення до сховища.

6. Визначається порядок технічного обслуговування та ремонту інженерних бар’єрів, споруд I та II категорій, важливих для безпеки систем та обладнання, включно з:

основними положеннями планів технічного обслуговування та ремонту (перелік, короткий опис та періодичність перевірок та випробувань, замін елементів систем та обладнання, ремонту);

компенсуючими заходами на період ремонту систем та обладнання.

7. Визначається порядок контролю стану інженерних бар’єрів сховища. Наводиться інформація про:

параметри стану інженерних бар’єрів, що контролюються (запобігання потраплянню води до заповнених РАВ комірок (відсіків, секцій), відведення води з вільних комірок (відсіків, секцій), відсутність тріщин та пошкоджень бар’єрів, обмеження просідань та деформацій, відсутність поширень радіонуклідів зі сховища у гідрогеологічне середовище та атмосферне повітря тощо);

обсяги, методи та періодичність контролю за кожним параметром;

межі безпечної експлуатації за певними з визначених параметрів;

порядок реєстрації, використання, зберігання результатів контролю;

порядок дій у разі порушень меж безпечної експлуатації сховища.

Обґрунтовується достатність заходів контролю стану інженерних бар’єрів сховища з огляду на своєчасне виявлення недостатності виконання інженерними бар’єрами функцій утримання та/або ізоляції РАВ.

1. Наводяться дані про радіаційні фактори, які обумовлюють радіаційні впливи на персонал, населення та навколишнє природне середовище.

Надається інформація про:

місця знаходження (постійного та/або тимчасового) джерел іонізуючого випромінювання під час поводження з РАВ (упаковками РАВ) на майданчику сховища від приймання партії РАВ до розміщення у сховищі, під час накопичення РАВ у сховищі, під час поводження із вторинними РАВ, під час забруднення обладнання тощо;

характеристики джерел іонізуючого випромінювання, потрібні для розробки заходів з РБ (радіонуклідний склад, активність радіонуклідів, геометричні параметри, агрегатний стан, утворення пилу, аерозолів та газів, потужність дози, поверхневе забруднення тощо);

шляхи та середовища можливого розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання;

радіаційний стан на робочих місцях персоналу (потужність дози, забруднення поверхонь та повітря тощо);

можливі зміни радіаційних факторів під час виконання персоналом видів робіт, застосування технологій та обладнання.

Обґрунтовується, що враховані всі значимі радіаційні фактори (охоплюючи їх можливі зміни) з огляду на опромінення персоналу, викиди та скиди.

2. Наводиться стислий систематизований опис комплексу організаційних та технічних заходів із забезпечення РБ з посиланням на програму радіаційного захисту, в якій цей комплекс заходів визначений детально.

Зазначаються:

політика ЕО щодо забезпечення РБ (принципи та напрями забезпечення РБ, принципи встановлення допустимих та контрольних рівнів, оцінки застосування принципу оптимізації та ефективності заходів з РБ);

організація діяльності із забезпечення РБ (організація, структурні підрозділи ЕО щодо забезпечення РБ, права, обов’язки та відповідальність персоналу);

заходи з підготовки персоналу у сфері РБ;

організація документування у сфері РБ;

заходи з мінімізації опромінення персоналу (прогнозування та оптимізація доз опромінення, встановлення контрольних рівнів, організація робіт за нарядом-допуском, індивідуальний дозиметричний контроль, облік та аналіз даних контролю); з мінімізації газоподібних викидів та водних скидів (прогнозні оцінки викидів та скидів, встановлення контрольних рівнів, контроль фактичних викидів та скидів, облік та аналіз даних контролю);

санітарно-гігієнічне зонування (визначення зон та встановлення контрольних рівнів радіаційного стану в них, організація санпропускників і саншлюзів та відповідних процедур допуску персоналу, запобігання розповсюдженню радіоактивних речовин за межі зон);

технічні заходи з забезпечення РБ (екранування, пилопригнічення, дезактивація, вентиляція, дистанційно кероване обладнання тощо);

заходи індивідуального захисту персоналу;

заходи радіаційно-дозиметричного контролю та контрольні рівні.

Обґрунтовується повнота і достатність комплексу заходів із забезпечення РБ з урахуванням факторів радіаційної небезпеки та використання диференційованого підходу.

3. Наводиться опис проєктних рішень із санітарно-гігієнічного зонування, охоплюючи:

визначення санітарно-гігієнічних зон, приміщень, що не обслуговуються, періодично обслуговуються, приміщень постійного перебування персоналу;

розміщення санпропускників та саншлюзів, санітарно-побутових приміщень, їх оснащення, пропускну здатність;

визначення маршрутів переміщення персоналу;

розміщення та оснащення постів дозиметричного контролю на межах зон;

визначення, за потреби, інших заходів щодо запобігання розповсюдженню радіоактивних речовин за межі зон.

Опис супроводжують детальними схемами.

Обґрунтовується, що проєктні рішення з санітарно-гігієнічного зонування відповідають вимогам Основних санітарних правил забезпечення радіаційної безпеки України, затверджених наказом Міністерства охорони здоров’я України від 02 лютого 2005 року № 54, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 20 травня 2005 року за № 552/10832.

4. Наводиться опис проєктних рішень з екранування робочих місць персоналу, включно з визначенням:

зон та приміщень, у яких потрібне екранування;

будівельних конструкцій (наприклад стін, підлоги та стелі приміщень), які виконують функцію екранування, та характеристик цих конструкцій (геометричних розмірів, матеріалу);

місць, у яких потрібне встановлення специфічних екранів (стаціонарних/мобільних), та характеристик цих екранів (геометричних розмірів, матеріалу).

Наводяться обґрунтування ефективності екранів, зокрема щодо обмеження потужності дози випромінювання на робочих місцях персоналу (розрахункові обґрунтування та/або результати радіаційних обстежень).

Обґрунтовується достатність екранування для забезпечення неперевищення встановлених проєктних контрольних рівнів потужності дози зовнішнього опромінення персоналу.

5. Наводиться опис проєктних рішень із запобігання забрудненню повітря зон та приміщень та розповсюдженню радіоактивних речовин за допомогою систем вентиляції.

6. Наводиться опис проєктних рішень із застосування дистанційно керованого обладнання.

Зазначаються заходи, які дозволяють мінімізувати необхідність виконання робіт персоналом у зонах і приміщеннях, що не обслуговуються.

7. Наводиться опис заходів щодо запобігання утворенню та здійманню пилу, охоплюючи:

визначення технологій та способів виконання робіт з урахуванням мінімізації утворення та здіймання пилу;

визначення заходів з пилопригнічення (робіт та погодних умов, за яких виконується пилопригнічення).

Обґрунтовується, що заходи з запобігання утворенню та здійманню пилу визначені з урахуванням принципу оптимізації.

8. Наводиться опис заходів з дезактивації, охоплюючи:

об’єкти, що можуть підлягати дезактивації, та прогнозовані обсяги дезактивації;

методи дезактивації та відповідне стаціонарне та/або мобільне обладнання.

Обґрунтовується достатність заходів дезактивації з огляду можливості дезактивації всіх об’єктів, що можуть бути забруднені.

9. Наводиться опис комплексу заходів та засобів радіаційно-дозиметричного контролю, охоплюючи контроль:

радіаційного стану в зонах, приміщеннях та на майданчику сховища;

викидів та скидів;

радіаційних характеристик РАВ (упаковок РАВ), що надходять на захоронення, та вторинних РАВ;

радіаційного стану навколишнього природного середовища.

Визначаються параметри, що контролюються, періодичність і точки контролю, діапазони вимірювань контрольованих параметрів.

Вказуються перелік та характеристики обладнання для вимірювання радіаційних параметрів і сигналізації про перевищення встановлених контрольних рівнів.

Окремо наводиться опис автоматизованої системи радіаційно-дозиметричного контролю.

Наводиться опис оснащення радіометричним, спектрометричним, радіохімічним обладнанням, а також методиками та програмним забезпеченням для збору, обробки, аналізу, зберігання даних радіаційно-дозиметричного контролю, для розрахунків радіаційних умов, доз опромінення персоналу підрозділу, який відповідає за радіаційно-дозиметричний контроль.

Обґрунтовується" що ЕО забезпечує радіаційно-дозиметричний контроль відповідно до вимог Основних санітарних правил забезпечення радіаційної безпеки України, затверджених наказом Міністерства охорони здоров’я України від 02 лютого 2005 року № 54, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 20 травня 2005 року за № 552/10832.

10. Визначаються заходи індивідуального захисту персоналу, охоплюючи:

застосування персоналом засобів індивідуального захисту (включно з засобами захисту органів дихання);

індивідуальний дозиметричний контроль персоналу.

Заходи індивідуального захисту персоналу визначають залежно від видів робіт та радіаційних умов на робочих місцях.

Обґрунтовується відповідність визначених заходів індивідуального захисту персоналу вимогам Основних санітарних правил забезпечення радіаційної безпеки України, затверджених наказом Міністерства охорони здоров’я України від 02 лютого 2005 року № 54, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 20 травня 2005 року за № 552/10832.

11. Наводяться оцінки доз опромінення персоналу, охоплюючи:

опис методик оцінок доз зовнішнього та внутрішнього опромінення (або посилання на затверджені та погоджені в установленому порядку методики);

визначення (вимірювання та розрахунки) індивідуальних доз внутрішнього та зовнішнього опромінення на кожному кроці технологічного процесу поводження з РАВ (упаковками РАВ), на майданчику сховища під час виконання технологічних процедур заповнення комірок (відсіків, секцій) сховища РАВ (упаковками РАВ), під час виконання технічного обслуговування та ремонту, контролю інженерних бар’єрів, споруд, систем та обладнання тощо.

Обґрунтовується, що дози опромінення персоналу не перевищують ліміти доз та мінімізовані з урахуванням принципу оптимізації.

12. Наводяться оцінки викидів з урахуванням наведених у попередніх підрозділах ЗАБ аналізів можливого забруднення повітря, визначених заходів з мінімізації забруднення повітря.

Обґрунтовується, що оцінений викид не перевищує допустимого та мінімізований з урахуванням принципу оптимізації.

13. Наводяться оцінки скидів з урахуванням прогнозованих об’ємів утворення та активності забруднення вод, які не належать до РАВ.

Обґрунтовується, що оцінений скид не перевищує допустимого та мінімізований з урахуванням принципу оптимізації.

14. На основі результатів аналізів та оцінок, наведених у попередніх розділах ЗАБ, визначаються контрольні рівні:

радіаційних параметрів, що характеризують радіаційний стан у зонах, приміщеннях, на майданчику сховища;

викидів і скидів;

забруднення засобів індивідуального захисту та шкіри персоналу;

доз опромінення персоналу.

Обґрунтовується, що:

контрольні рівні опромінення персоналу встановлені на підставі досягнутого рівня забезпечення РБ;

контрольні рівні параметрів, що характеризують радіаційний стан на робочих місцях, установлені так, що за умов їх неперевищення забезпечується неперевищення контрольних рівнів опромінення персоналу;

комплекс заходів із радіаційно-дозиметричного контролю забезпечує своєчасне виявлення перевищення контрольних рівнів.

1. На основі аналізу ОПП визначається перелік вихідних подій, які можуть призвести до аварійних ситуацій та аварій на етапі експлуатації та закриття сховища, охоплюючи:

екстремальні зовнішні природні події (зокрема вітер, смерч, злива, повінь, землетрус);

зовнішні техногенні події (зокрема пожежа, вибух, падіння літака або інших літальних апаратів, затоплення від техногенних джерел);

внутрішні події (зокрема падіння РАВ (упаковок РАВ) або обрушення на них конструкцій, втручання в РАВ під час створення верхнього шару, здіймання забрудненого пилу, внутрішнє затоплення, пожежа, вибух, відмови систем вентиляції, радіаційного контролю, відмови екранування, несанкціоноване перебування персоналу в радіаційно небезпечній зоні).

Обґрунтовується, що перелік вихідних подій є повним.

Визначаються та обґрунтовуються характеристики кожної вихідної події, потрібні для аналізу сценаріїв аварійних ситуацій та аварій, а також оцінок їх наслідків.

2. Наводяться описи та аналіз сценаріїв, пов’язаних із кожною вихідною подією та/або їх комбінаціями, що призводять до аварійних ситуацій та аварій з такими радіаційними наслідками:

вихід радіоактивних речовин або іонізуючого випромінювання за встановлені межі у кількості, що перевищує контрольні рівні;

забруднення радіоактивними речовинами поверхонь (приміщень, обладнання, території, основних засобів індивідуального захисту персоналу тощо) вище встановлених контрольних рівнів.

Визначаються та обґрунтовуються сценарії аварійних ситуацій та аварій, які є найімовірнішими або призводять до найбільших наслідків.

3. Наводяться оцінки радіаційних впливів на персонал, населення та навколишнє природне середовище внаслідок реалізації кожного сценарію, який визначений як найімовірніший або призводить до найбільших наслідків, зокрема, оцінки:

доз потенційного опромінення персоналу;

границь зон радіоактивного забруднення навколишнього природного середовища;

доз потенційного опромінення населення.

Наводиться опис та обґрунтування вихідних даних та припущень, методів, моделей та програмних засобів, що використовувалися під час виконання оцінок розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання, а також доз опромінення персоналу та населення внаслідок реалізації кожного з цих сценаріїв.

Результати оцінок порівнюють із встановленими проєктними критеріями щодо обмеження потенційного опромінення персоналу та населення.

4. Наводиться аналіз комплексу організаційних та технічних засобів щодо запобігання аварійним ситуаціям та аваріям за визначеними в попередніх підрозділах ЗАБ вихідними подіями та сценаріями.

Враховуючи результати оцінки в попередніх розділах ЗАБ, аналізується забезпечення в проєктних рішеннях:

міцності, довговічності та надійності упаковок РАВ;

стійкості та надійності інженерних бар’єрів, споруд I та II категорій, важливих для безпеки систем та обладнання;

контролю та діагностики стану систем та обладнання;

технологічних захистів, блокування та сигналізації, що запобігають порушенням меж безпечної експлуатації систем та обладнання;

умов для запобігання помилкам персоналу;

технічного обслуговування та ремонту інженерних бар’єрів, споруд, систем і обладнання, що забезпечує запобігання відмовам.

Наводиться перелік заходів із підготовки персоналу, інші організаційні заходи, спрямовані на запобігання аварійним ситуаціям та аваріям внаслідок помилок персоналу.

Наводяться оцінки ефективності вищезазначених заходів з точки зору зменшення небезпеки виникнення аварійних ситуацій та аварій.

Обґрунтовується, що небезпеки виникнення аварійних ситуацій та аварій знижені з урахуванням принципу оптимізації.

5. Наводиться стислий опис системи аварійного реагування ЕО з посиланням на план аварійних заходів, у якому система аварійного реагування визначена детально. Визначаються такі види заходів з аварійної готовності та реагування:

організація та координація діяльності з аварійної готовності та реагування;

забезпечення аварійної готовності (організація аварійних груп та бригад, забезпечення аварійними засобами, підготовка персоналу з аварійного реагування тощо);

виявлення та класифікація аварій, введення в дію плану аварійних заходів, інформування про аварію;

організація дій з аварійного реагування під час аварії;

радіаційний захист персоналу та навколишнього природного середовища під час аварії;

запобігання розвитку аварії та відновлення контролю над частиною сховища, де відбулась аварія;

закінчення дії плану аварійних заходів.

Обґрунтовується, що система аварійного реагування спроможна забезпечити мінімізацію наслідків аварій з урахуванням принципу оптимізації.

1. Розділ "Закриття сховища" складається з таких підрозділів:

проєктні рішення з закриття сховища;

реалізація етапу закриття сховища;

адміністративний контроль після закриття сховища;

збереження інформації щодо наявності захоронення РАВ.

2. У ЗАБ на етапі будівництва сховища вищезазначені питання закриття сховища аналізують на концептуальному рівні відповідно до вимог Загальних положень безпеки при захороненні радіоактивних відходів, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 13 серпня 2018 року № 331, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 05 вересня 2018 року за № 1008/32460. Описують та обґрунтовують:

критерії та основні заходи з переходу від експлуатації сховища до закриття;

концептуальні рішення щодо закриття сховища;

послідовність, обсяги та строки виконання заходів із закриття сховища;

критерії та основні заходи з переходу від етапу закриття до подальшого адміністративного контролю сховища;

види, строки та основні заходи адміністративного контролю.

3. У ЗАБ на етапі експлуатації сховища зазначені питання закриття сховища, проаналізовані в ЗАБ на етапі будівництва сховища, уточнюють з використанням оновлених даних про характеристики майданчика сховища та стан навколишнього природного середовища за результатами проведених на етапі будівництва сховища моніторингу та досліджень.

4. У ЗАБ на етапі закриття сховища визначають та обґрунтовують конкретні проєктні рішення та заходи з закриття сховища, а також заходи з адміністративного контролю після закриття сховища.

1. Наводиться опис проєктних рішень зі створення верхнього накриття сховища, охоплюючи:

перелік шарів верхнього накриття, функції кожного шару щодо утримання та ізоляції РАВ (запобігання розповсюдженню радіонуклідів зі сховища, запобігання потраплянню води до сховища, захист від ерозії, захист нижніх шарів від промерзання, захист бар’єрів від пошкоджень тваринами та корінням дерев, захист від ненавмисного вторгнення);

терміни забезпечення виконання шарами встановлених функцій;

стійкість шарів до екстремальних зовнішніх впливів;

геометричну конфігурацію верхнього накриття в цілому, геометричні розміри окремих шарів;

характеристики матеріалів кожного шару верхнього накриття.

Обґрунтовується забезпечення кожним шаром встановлених функцій та верхнім накриттям у цілому функцій утримання та ізоляції РАВ на довгостроковий період після закриття сховища.

Наводяться схеми, креслення верхнього накриття та шарів, аналітичні, розрахункові та експериментальні обґрунтування (за потреби).

2. Наводяться проєктні рішення щодо приведення майданчика сховища до певного кінцевого стану, охоплюючи:

радіаційні та інші критерії кінцевого стану майданчика;

перелік споруд, систем та обладнання, які не передбачається використовувати на етапі після закриття сховища та планується дезактивувати й демонтувати або використовувати за іншим призначенням;

оцінки обсягів та характеристик радіоактивних матеріалів та відходів, що утворюватимуться під час демонтажу;

заходи щодо поводження з демонтованими спорудами, системами та обладнанням;

проведення обстеження майданчика в його кінцевому стані.

Обґрунтовується, що кінцевий стан майданчика буде відповідати проєктним основам, а також забезпечуватиметься безпечне поводження з радіоактивними матеріалами та відходами, що утворилися під час демонтажу.

3. Для споруд, систем та обладнання, які будуть демонтуватися, визначають технологічні та організаційні заходи з демонтажу. Проводяться оцінки доз опромінення персоналу та населення. Визначаються заходи з радіаційного захисту, проводяться оцінки потенційних аварійних ситуацій та аварій, їх наслідків, визначаються заходи з запобігання аварійним ситуаціям та аваріям, пом’якшення їх наслідків.

У ЗАБ на етапі будівництва та експлуатації такий опис операцій з демонтажу надається на концептуальному рівні. У ЗАБ на етапі закриття наводиться деталізований план виконання демонтажу споруд, систем та обладнання, які не передбачається використовувати на етапі після закриття сховища.

1. Визначається термін реалізації етапу закриття сховища та графік реалізації окремих заходів, зокрема термін створення верхнього накриття сховища.

Обґрунтовується прийнятність термінів реалізації заходів із закриття сховища з огляду на спроможність виконання в цей період встановлених функцій інженерними бар’єрами, спорудами, системами та обладнанням, створеними на етапах будівництва та експлуатації сховища.

2. Наводяться опис та обґрунтування:

адаптації до етапу закриття сховища;

організації діяльності з експлуатації сховища;

експлуатаційних процедур;

комплексу заходів з радіаційної безпеки на етапі експлуатації сховища;

аналізу аварійних ситуацій та аварій, аварійної готовності на етапі експлуатації сховища.

Надаються посилання на відповідний підрозділ розділу ЗАБ "Експлуатація сховища".

1. За результатами прогнозної оцінки доз опромінення критичних груп населення шляхом варіювання часу проведення адміністративного контролю визначається та обґрунтовується, з посиланням на розділ ЗАБ "Довгострокова безпека після закриття сховища", тривалість активного та пасивного адміністративного контролю.

2. Наводяться описи заходів активного адміністративного контролю, охоплюючи:

моніторинг стану верхнього накриття та заходи з його підтримки в проєктному стані (ліквідація просідань, пошкоджень, підтримка верхнього шару, що запобігає ерозії тощо);

технічне обслуговування системи збирання води з поверхонь сховища та її відведення за межі системи захоронення РАВ;

моніторинг інфільтрації води через РАВ до сховища та/або наявності води під сховищем, контроль її забруднення радіонуклідами;

компенсуючі заходи під час виявлення інфільтрації води через РАВ до сховища та/або її наявності під сховищем у кількості вище встановлених меж;

моніторинг інженерних та природних бар’єрів за іншими параметрами (за потреби), компенсуючі заходи в разі виявлення неспроможності виконання бар’єрами функцій у визначеному проєктом обсязі;

моніторинг навколишнього природного середовища (забруднення радіонуклідами ґрунтових вод, повітря тощо), розробка та реалізація компенсуючих заходів у разі виявлення забруднення вище встановлених контрольних рівнів.

Обґрунтовується, що активний адміністративний контроль після закриття сховища забезпечує достатні додаткові заходи для підтвердження та (за потреби) підтримання виконання функцій бар’єрами системи захоронення РАВ.

3. Наводяться описи заходів пасивного адміністративного контролю, охоплюючи:

заборону проживання населення на майданчику сховища та, за потреби, на території навколо майданчика;

заборону окремих видів господарської діяльності людини на майданчику сховища, які можуть призвести до ненавмисного вторгнення до сховища;

заходи з запобігання або обмеження несанкціонованого доступу людини на майданчик сховища (огорожа, попереджувальні знаки, періодичні інспекції тощо);

контроль стану навколишнього природного середовища (рівня та забруднення ґрунтових вод, повітря тощо).

Обґрунтовується, що безпека системи захоронення РАВ у довгостроковій перспективі після завершення активного адміністративного контролю може бути забезпечена пасивними бар’єрами.

4. У разі захоронення РАВ у Чорнобильській зоні відчуження враховують, що Чорнобильська зона відчуження (з урахуванням можливого зменшення її розмірів у майбутньому) виконує додаткову бар’єрну функцію щодо системи захоронення РАВ. Існування Чорнобильської зони відчуження (зокрема зменшеної) розглядається як захід пасивного адміністративного контролю.

1. Наводяться відомості про систему захоронення РАВ, які мають зберігатися після закриття сховища, охоплюючи:

координати, розміри та об’єми сховища, його комірок (відсіків);

обсяги РАВ, що захоронені (об’єми, вага), загальні активності радіонуклідів;

кількість упаковок РАВ, що захоронені, характеристики упаковок РАВ (форми та контейнерів), адреси їх розміщень у сховищі;

інженерні та природні бар’єри сховища та їх характеристики на час завершення закриття сховища;

радіаційні умови навколишнього природного середовища на час завершення закриття сховища;

характеристики навколишнього природного середовища, які використовувалися як вихідні дані під час оцінки довгострокової безпеки сховища;

результати оцінки довгострокової безпеки сховища (зокрема результати прогнозної оцінки розповсюдження радіонуклідів зі сховища).

2. Наводиться опис заходів із архівування та довготривалого збереження даних із зазначенням термінів зберігання. Визначаються методи архівування та способи зберігання інформації (включно з альтернативними методами архівування та способами зберігання) протягом необхідного періоду часу.

1. Розділ "Довгострокова безпека після закриття сховища" складається з таких підрозділів:

склад (контекст) оцінки довгострокової безпеки сховища;

опис системи захоронення РАВ;

шляхи поширення радіонуклідів та потенційні точки їх виходу;

вибір критичної групи населення;

розробка та обґрунтування сценаріїв;

розробка, валідація та імплементація моделей;

виконання розрахунків;

аналіз та інтерпретація результатів.

2. Обґрунтовується безпека системи захоронення РАВ на довгостроковий період після закриття сховища на підставі проєктних рішень щодо багатобар’єрного захисту шляхом послідовного врахування характеристик майданчика, характеристик РАВ, можливих ОПП, які можуть призвести до виходу радіонуклідів за межі бар’єрів сховища або прискорити такий вихід.

3. Оцінюються радіологічні впливи на критичні групи населення та навколишнє природне середовище на довгостроковий період після закриття сховища для обґрунтованого переліку сценаріїв нормальної еволюції, прискореної деградації та ненавмисного вторгнення та порівнюються одержані результати прогнозних оцінок з відповідними критеріями безпеки.

4. Оцінки радіологічних впливів проводяться з урахуванням поступових змін характеристик майданчика, поступової деградації інженерних бар’єрів (погіршення утримувальної та/або ізолювальної здатності), зокрема верхнього накриття (наприклад, внаслідок процесів вітрової ерозії), нижньої основи сховища, а також зменшення обсягів активного та пасивного адміністративного контролю.

5. Наводяться докази того, що система захоронення РАВ здатна забезпечити потрібний рівень безпеки та належний глибокоешелонований захист завдяки комбінації інженерних та природних бар’єрів і процедур адміністративного контролю. Наводиться інформація про дотримання принципу пасивної безпеки.

1. Наводяться:

мета проведення оцінки довгострокової безпеки сховища залежно від етапу його життєвого циклу;

принципи та вимоги щодо довгострокової безпеки сховища, відповідність яким має бути продемонстровано;

загальні характеристики системи захоронення РАВ, які детальніше розглядають у підрозділі "Опис системи захоронення РАВ" цього розділу ЗАБ, із розподіленням на основні складові в цілях моделювання (джерело виходу радіонуклідів, ближня зона, геосфера, біосфера);

підходи до проведення оцінки довгострокової безпеки сховища (реалістичний та/або консервативний);

кінцеві точки розрахунків (індикатори безпеки - дози опромінення критичних груп населення, ризики, концентрації радіонуклідів у навколишньому природному середовищі тощо);

критерії безпеки (референті значення індикаторів безпеки, встановлені в НПА), з якими будуть порівнюватися результати розрахунків за сценаріями нормальної еволюції, прискореної деградації та ненавмисного вторгнення;

інтервал часу, на який виконуються прогнозні оцінки індикаторів безпеки.

2. Обґрунтовується обраний підхід до проведення оцінки довгострокової безпеки сховища, інтервали часу для прогнозної оцінки, використання тих або інших індикаторів безпеки для конкретних інтервалів часу.

1. Наводяться систематизовані дані щодо наявної інформації, потрібної для моделювання поширення радіонуклідів та виконання розрахунків радіологічних впливів на критичні групи населення та навколишнє природне середовище.

2. Наводяться характеристики джерела виходу радіонуклідів та ближньої зони, включно з інформацією про:

характеристики джерела виходу радіонуклідів (характеристики РАВ у кожній комірці (відсіку) сховища);

характеристики інженерних бар’єрів сховища;

результати моніторингу стану сховища на етапі його експлуатації (стан бар’єрів, наявності/відсутності води в комірках (відсіках) та її забруднення, поширення забруднення зі сховища тощо);

просторові межі та характеристики порушеної області природних бар’єрів (ґрунти навколо інженерних бар’єрів).

Ці відомості наводяться у стислому вигляді з посиланням на детальну інформацію в розділах ЗАБ "Проєктні рішення сховища та їх відповідність проєктним основам" та "Закриття сховища".

3. Наводяться характеристики геосфери (дальня зона) та біосфери, а саме:

геологічні, сейсмічні, гідрологічні, гідрогеологічні, геохімічні, радіологічні характеристики майданчика;

метеорологічні характеристики;

дані про поверхневі води, джерела водокористування;

діяльність людини;

дані про біоту;

характеристики навколишнього природного середовища та дані, які належать до розрахунків доз опромінення критичних груп населення.

Ці відомості наводяться у стислому вигляді з посиланням на детальну інформацію в розділі ЗАБ "Оцінка майданчика сховища".

4. Зазначається, які характеристики системи захоронення РАВ можуть бути описані лише якісно та наводяться пояснення причин такого опису.

5. Опис системи захоронення РАВ поновлюють на кожній ітерації проведення оцінки довгострокової безпеки сховища з урахуванням результатів попередньої ітерації оцінки та оновлених/додаткових вихідних даних.

У ЗАБ на будівництво сховища допускається використовувати консервативні дані щодо:

критеріїв приймання РАВ (загальних і питомих активностей радіонуклідів, що планується захоронити у сховищі);

геометричних розмірів сховища, через яке здійснюється інфільтрація (загальні об’єм та площа сховища);

забруднення території розміщення майданчика для урахування можливого додаткового внеску в загальний радіологічний вплив на критичні групи населення та навколишнє природне середовище;

живлення (водний баланс між кількістю середньорічних опадів і швидкістю випаровування та транспірації на майданчику);

характеристик інженерних та природних бар’єрів;

напрямків та швидкості міграції радіонуклідів через геосферу, з урахуванням першого від поверхні водоносного горизонту;

характеристик біосфери, зокрема, видів діяльності людини.

У ЗАБ на етапі експлуатації сховища проводяться більш реалістичні оцінки на основі уточнених характеристик джерела виходу радіонуклідів, ближньої зони, геосфери та біосфери.

У ЗАБ на етапі закриття сховища опис системи захоронення РАВ проводять з урахуванням фактичних характеристик джерела виходу радіонуклідів, ближньої зони та уточнених характеристик геосфери й біосфери.

1. Аналізуються такі потенційні шляхи поширення радіонуклідів:

з ґрунтовими водами;

з поверхневими водами;

через атмосферне повітря під час перенесення газів, аерозолів, пилу, рослинності з поверхні майданчика;

поширення забруднення до біомаси.

2. Під час аналізу шляхів розповсюдження радіонуклідів із ґрунтовими водами на довгостроковий період розглядаються:

потенційні точки (області) розвантаження ґрунтових вод на поверхню;

наявність гідравлічно пов’язаних між собою водоносних горизонтів та можливість існування різних точок розвантаження;

відстань та час руху ґрунтових вод через породи геосфери з різними параметрами (зокрема коефіцієнтами дисперсії).

Аналізуються невизначеності вихідних даних (наприклад присутність верховодки), що застосовують під час розробки гідрогеологічної моделі.

3. Аналізується можливий вихід твердих радіоактивних матеріалів на поверхню майданчика (наприклад, внаслідок ерозії, життєдіяльності флори/фауни або в разі вторгнення людини).

4. Під час аналізу шляхів розповсюдження радіонуклідів із повітрям розглядаються:

напрямки та швидкість вітру;

характеристики пилових бурь;

характеристики проходження смерчу через територію майданчика сховища.

Аналізуються відстані можливого розповсюдження радіонуклідів.

5. Аналізується поширення радіонуклідів внаслідок пожежі на майданчику сховища з урахуванням забруднення рослинності та її вітрового перенесення.

1. З урахуванням наявної демографічної ситуації в районі впливу системи захоронення, потенційної діяльності в майбутньому, локальних метеорологічних умов та потенційних шляхів розповсюдження радіонуклідів до місць можливого впливу на людей визначаються та обґрунтовуються критичні групи населення, радіологічні впливи на які будуть розраховуватися на довгостроковий період після закриття сховища. В описі критичних груп населення наводяться відомості про: вік, соціальні умови, раціон харчування.

2. Розглядаються критичні групи населення, які потенційно можуть отримати максимальну дозу внаслідок розповсюдження радіонуклідів визначеними шляхами.

3. Критичні групи населення, що піддаються опроміненню внаслідок реалізації кожного сценарію еволюції сховища, які розроблені відповідно до глави 6 цього розділу ЗАБ, визначаються залежно від часового інтервалу, на який виконується оцінка. Водночас аналізуються всі можливі шляхи опромінення населення (зовнішнє опромінення та внутрішнє опромінення через органи дихання та травлення). Визначається також група населення, критична за сумою всіх сценаріїв еволюції (яка може не збігатися з жодною групою, що є критичною за окремим сценарієм).

4. Для сховищ, розміщених у межах Чорнобильської зони відчуження, під час визначення критичних груп населення враховується встановлений законодавством правовий режим територій, що зазнали радіоактивного забруднення внаслідок Чорнобильської катастрофи.

1. Наводиться повний перелік ОПП, на підставі яких відповідно до вимог Загальних положень безпеки при захороненні радіоактивних відходів, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 13 серпня 2018 року № 331, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 05 вересня 2018 року за № 1008/32460, визначаються та обґрунтовуються переліки тих ОПП, які впливають на стан бар’єрів сховища та навколишнє природне середовище та можуть призводити до нормальної еволюції або до прискореної деградації системи захоронення.

2. За допомогою скринінгу ОПП обирається та обґрунтовується набір сценаріїв, які в сукупності характеризують можливу еволюцію сховища. Причини виключення певних ОПП під час формування сценаріїв обґрунтовуються.

Визначаються найбільш критичні (з точки зору наслідків) комбінації ОПП, які мають оцінюватися детально.

3. Відповідно до вимог Загальних положень безпеки при захороненні радіоактивних відходів, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 13 серпня 2018 року № 331, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 05 вересня 2018 року за № 1008/32460, визначаються та описуються сценарії нормальної еволюції, сценарії прискореної деградації та сценарії ненавмисного вторгнення людини.

4. Обґрунтовується, що обраний набір сценаріїв є репрезентативним та охоплює всі основні можливі зміни системи захоронення РАВ у майбутньому.

5. Аналіз сценаріїв нормальної еволюції охоплює:

визначення граничних умов для оцінки змін з плином часом стану бар’єрів сховища;